Атомные электростанции классифицируются в соответствии с установленными на них реакторами:

• Реакторы на тепловых нейтронах — ядерные реакторы, использующие для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны теплового спектра. Активная зона реактора на тепловых нейтронах состоит из замедлителя, ядерного топлива, теплоносителя и конструкционных материалов. Большинство быстрых нейтронов в таком реакторе замедляется до тепловых энергий, а затем поглощается в активной зоне. Для уменьшения загрузки ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах применяют конструкционные материалы с малым сечением радиационного захвата нейтронов. К ним относятся алюминий, магний, цирконий и др. Небольшие потери нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах дают возможность использовать в качестве ядерного топлива для реакторов на тепловых нейтронах природный и слабообогащённый уран.
• Реакторы на лёгкой воде - ядерные реакторы, в которых для замедления нейтронов и в качестве теплоносителя используется обычная вода H₂O. Термин используется чтобы подчеркнуть отличие от тяжеловодного реактора, в котором в качестве замедлителя нейтронов используется тяжёлая вода D₂O. В тяжёлой воде оба атома водорода заменены на атом тяжёлого водорода — дейтерия. Обычная вода, в отличие от тяжёлой воды, не только замедляет, но и в значительной степени поглощает нейтроны (по реакции ¹H + n = ²D). Поэтому, если в легководном реакторе вода используется и как теплоноситель и как замедлитель нейтронов (как, например в реакторах ВВЭР), то реактор не может работать на природном уране, для работы такого реактора требуется предварительное обогащение урана. Если же замедлителем нейтронов служит графит, а обычная вода используется только как теплоноситель, то реактор в принципе может работать на природном уране или на уране низкого обогащения (как, например, реактор РБМК). Тяжеловодный реактор также может работать на природном уране, в этом одно из основных его достоинств.
• Графитовые реакторы - реакторы, использующие графит в качестве замедлителя нейтронов.
• Реакторы на тяжёлой воде - ядерные реакторы, которые в качестве теплоносителя и замедлителя используют D₂O — тяжёлую воду. Из-за того, что дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов, чем лёгкий водород, такие реакторы имеют улучшенный нейтронный баланс, что позволяет использовать в качестве топлива природный уран в энергетических реакторах или употребить «лишние» нейтроны для наработки изотопов в т. н. «промышленных». В энергетических реакторах использование природного урана значительно снижает расходы на топливо, хотя экономический эффект несколько сглаживается бо?льшей ценой энергоблока и теплоносителя. Наиболее известным реактором этого типа является канадский CANDU. Помимо самой Канады, реакторы CANDU экспортировались в Китай, Южную Корею, Индию, Румынию, Аргентину и Пакистан. Крупномасштабная программа строительства тяжеловодных реакторов PHWR осуществляется в Индии. Всего в мире на данный момент действует 40 энергетических реакторов на тяжёлой воде, 9 строятся. Промышленные тяжеловодные реакторы широко использовались для производства трития и плутония, а также для производства широкого спектра изотопной продукции, в том числе и медицинского назначения.
• Реакторы на быстрых нейтронах - ядерные реакторы, использующие для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией > 10⁵ эВ. В активную зону и отражатель реактора на быстрых нейтронах входят в основном тяжёлые материалы. Замедляющие ядра вводят в активную зону в составе ядерного топлива (карбид урана UC, двуокись плутония PuO₂ и пр.). Концентрацию замедлителя в активной зоне стремятся уменьшить до минимума, так как лёгкие ядра смягчают энергетический спектр нейтронов. Прежде чем поглотиться, нейтроны деления успевают замедлиться в результате неупругих столкновений с тяжёлыми ядрами лишь до энергий 0,1—0,4 МэВ.
• Субкритические реакторы - реакторы, использующие внешние источники нейтронов.
• Термоядерные реакторы - реакторы, использующие синтез более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью получения энергии, который носит управляемый характер в отличие от взрывного термоядерного синтеза (используемого в термоядерном оружии). Управляемый термоядерный синтез отличается от традиционной ядерной энергетики тем, что в последней используется реакция распада, в ходе которой из тяжёлых ядер получаются более лёгкие ядра. В настоящее время управляемый термоядерный синтез ещё не осуществлён в промышленных масштабах. Строительство международного исследовательского реактора ITER находится в начальной стадии.